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中国加速器驱动次临界系统主加速器初步物理设计闫芳，李智慧，唐靖宇(中国科学院高能物理研究所，北京100049)摘要：中国加速器驱动次临界系统(C-ADS)计划采用一个平均流强为10mA的连续波质子加速器作为次临界堆的驱动器，驱动加速器的束流功率为15MW，最终能量1.5GeV，其中主加速器是驱动加速器的一个重要部分，完成束流能量从10MeV到1.5GeV的加速，所有加速腔均采用超导结构。
为了避免频繁束流中断对反应堆的损坏，设计要求驱动加速器在运行过程中束流可以中断的次数非常有限，因此加速器在设计过程植入了容错机制，尝试了各种可能的方法以最大程度地满足C-ADS加速器的高可靠性和稳定性的要求。
介绍了C—ADS主加速器的基本设计：总长度306．4 m，束流的归一化RMS发射度增长控制在5％以内。
总结了各个重要参数选择过程中的考虑以及整个加速段多粒子跟踪模拟的束流动力学结果。
关键词：中国加速器驱动次临界系统；连续波；质子；超导直线加速器；容错机制；束流动力学中国加速器驱动的次临界系统（C-ADS）计划是解决核废料和核燃料问题的一个重要的战略研究。
一个1.5GeV电子直线加速器计划建成作为C-ADS的驱动程序加速器。
它包括两个主要部分：注射器和主加速器的主要部分。
高能物理所（IHEP）和近代物理研究所（IMP）合作，在20年内构建驱动程序加速器。
IMP负责注射器2，它基于162.5兆赫的射频四极（RFQ）和超导半波谐振器（HWR）的空腔，高能所负责的是基于325 MHz RFQ和轮辐腔的主直线加速器和注射器1。
这两个注射器将被独立设计和建造。
最后只有一个计划将被选择并且两个相同的注射器将作为彼此的热待机备用。
主直线加速器的设计将根据喷射器的选择进行调节。
虽然目前的主加速器的设计是基于注射器I框架，设计原则和方案是根据同时两个注射器的条件考虑。
1、设计原则在大电流的射频（RF）线性加速器的现有设计中，聚束粒子束不处于热平衡[1]。
加速器驱动的10 MW次临界反应堆物理方案研究付元光;赵晶;顾龙;杨永伟【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2013(047)0z1【摘要】加速器驱动的次临界系统(ADS)是未来最有可能实现工业化嬗变核废料的装置.通过设计1个10 MW的ADS物理方案,研究ADS的嬗变能力.采用MCNPX和ORIGEN的耦合程序,利用基于ENDF6.8处理所得的6个温度(300、600、900、1 200、1 500、1 800 K)下连续能量核数据库,计算得到ADS随燃耗时间变化的有效增殖因数keff、功率峰因子和质子束流强度.同时通过计算给出了该设计方案下ADS燃料多普勒系数、冷却剂空泡系数和有效缓发中子份额,利用这些物理量研究了该ADS方案的安全特性,并通过燃耗计算研究了ADS的嬗变能力.结果表明,在1 000 d燃耗时长内,keff和质子流强随时间的波动较小,燃料燃耗深度较浅,系统可提升功率运行,在假想事故下系统能保持次临界状态.系统嬗变支持比约为8.【总页数】4页(P261-264)【作者】付元光;赵晶;顾龙;杨永伟【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084;中国科学院近代物理研究所,甘肃兰州 730000;清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084【正文语种】中文【中图分类】TL329【相关文献】1.加速器驱动次临界反应堆次临界度测量方法研究 [J], 魏书成;蒋校丰;张少泓2.中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计 [J], 彭天骥;顾龙;王大伟;李金阳;朱彦雷;秦长平3.加速器驱动的次临界10MW气冷快堆物理方案研究 [J], 秦长平;顾龙;李金阳4.加速器驱动10 MW快热耦合气冷堆物理方案研究 [J], 李金阳;顾龙;秦长平;王大伟;刘璐5.加速器驱动的10MW次临界反应堆物理方案研究 [J], 付元光;赵晶;顾龙;杨永伟;因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
加速器驱动次临界系统用嬗变核燃料研究进展分析
于锐;顾龙;姚存峰;张璐;王冠;郭亮;吴金德;姜韦;李金阳
【期刊名称】《材料导报》
【年(卷),期】2024(38)7
【摘要】加速器驱动次临界系统(Accelerator driven subcritical system,ADS)是乏燃料安全处理处置关键瓶颈问题的优秀解决方案,而开发适用于该系统的嬗变核
燃料正是ADS研发的关键任务之一。
然而由于嬗变对象次锕系元素的固有特殊性质、嬗变燃料体系相关机理尚不十分明确、制备技术难度大、嬗变核燃料相关试验数据和运行经验的欠缺等原因,ADS用嬗变核燃料的研发十分复杂且极具挑战。
本文系统综述了作为ADS重要候选嬗变燃料的氧化物弥散型燃料CERCER/CERMET、氮化物燃料和金属燃料的研究进展,包括制备工艺、辐照实验和辐照后检验结果、
物性参数、主要优缺点等内容,以期为我国ADS用嬗变核燃料的研发提供一定思路和参考。
【总页数】11页(P1-11)
【作者】于锐;顾龙;姚存峰;张璐;王冠;郭亮;吴金德;姜韦;李金阳
【作者单位】中国科学院近代物理研究所;中国科学院大学核科学与技术学院;兰州
大学核科学与技术学院;中核四0四有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL352
【相关文献】
1.加速器驱动核废料嬗变次临界堆中子学初步设计分析
2.工业加速器驱动次临界嬗变堆的设计分析
3.嬗变核废料的加速器驱动次临界系统关键技术
4.加速器驱动次临界系统嬗变少锕系核素
5.加速器驱动次临界系统——先进核燃料循环的选择
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加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态计算分析作者：曾文杰王承祥来源：《科技资讯》 2015年第9期曾文杰王承祥(南华大学核科学技术学院湖南衡阳 421001)摘要:依据建立的加速器驱动次临界反应堆一回路系统稳态特性研究模型,编制用于计算次临界反应堆的稳态计算程序。
选取CLEAR-IB为研究对象,计算额定功率下CLEAR-IB一回路系统的温度,并将结果与设计值进行比较,结果相一致验证了程序的可靠性,对CLEAR-IB的动态分析具有重要的意义。
关键词:次临界反应堆一回路稳态计算分析中图分类号:TL353 文献标识码:A 文章编号:1672-3791(2015)03(c)-0216-02加速器驱动次临界系统由一个次临界反应堆堆芯、一个高能质子加速器和一个散裂靶组成,可有效嬗变长寿期核废物。
系统依靠质子加速器产生的质子束轰击散裂靶产生中子,用以维持次临界反应堆的正常运行。
2011年,中国科学院主持战略先导科技专项“未来先进核能裂变系统—加速器驱动次临界嬗变系统”。
由中科院核能安全研究所建立以液态铅铋为冷却剂的10MWth研究堆CLEAR-I,该堆可运行在临界与次临界两种工况下[1]。
为研究CLEAR-IB一回路系统的稳态特性,需建立一回路稳态模型开展稳态计算分析,为系统的动态计算提供基础。
1 系统描述CLEAR-IB包含铅铋合金自然循环回路、水回路和空气冷却回路,一回路采用池式结构,冷却剂出口温度400℃。
系统共有四个环路,每个环路包含一个空冷器和一个热交换器。
热交换器中二次侧为水,压力2.32MPa,通过空冷器中的空气对二次侧水进行冷却。
CLEAR-IB的主要设计参数如表1所示[2]。
2 物理模型2.1 一回路系统简化将一回路划分成次临界堆芯、堆芯出口通道、上腔室、热交换器、堆芯入口通道、下腔室,如图1所示。
2.2 一回路系统稳态模型(1)堆芯稳态模型稳态工况下,堆芯的传热模型可以表示为:(2)上、下腔室稳态模型稳态工况下,上、下腔室的稳态平均温度表达式:(3)换热器稳态模型稳态工况下,换热器的模型为,3 一回路稳态计算结果及分析3.1 堆芯稳态计算分析当反应堆额定功率运行时,一回路总循环流量取875.9kg·s-1,通过堆芯稳态换热模型,计算得到了额定功率时燃料包壳平均温度、堆芯出口温度及堆芯平均温度的值,如表2所示。
加速器驱动次临界系统（ADS）堆芯冷却系统换热优化核能是解决当前能源问题的主要途径之一,具有技术成熟与燃料储量丰富两大优势,但同时也面临核废料处理难题。
目前普遍采用的“一次通过”处理方法虽然简单,但却存在巨大的能源浪费,更为严重的是未经处理的核素将长期对人类社会和自然环境构成潜在威胁,而采用分离嬗变技术的加速器驱动次临界系统(ADS)可有效解决这一问题。
堆芯冷却系统是ADS的重要组成部分,其冷却性能直接关系到ADS的安全性和经济性。
该系统包括三个回路：铅铋合金回路(一回路)、氦气回路(二回路)以及冷却水回路(三回路)。
其中铅铋合金为堆芯冷却剂,氦气回路实现热功转换,而冷却水主要是将余热带走,一、二回路之间通过主换热器换热,二、三回路之间通过冷却器换热。
本文希望通过对该系统的换热过程进行优化研究,以获得提高冷却系统性能的方法。
传统热力学分析将热源视为恒温(热容无穷大),没有考虑工质有限热容流率对系统性能的影响,使得优化结果存在一定局限性。
为了考察工质有限热容流率对系统性能的影响,论文首先以传热系数和换热面积为无穷大的理想换热器(换热能力无穷大)为对象进行了研究,以排除换热器的换热能力对系统性能的影响。
研究过程中将三个回路在温熵图上综合考虑,根据三者状态参数之间的关系,得到了理想换热器情况下系统性能参数的表达式,结果表明：三个回路的有限热容流率对系统性能有重要影响,并且当三个回路热容流率相等时系统性能最优。
基于理想换热器研究结果,论文进一步对实际换热器(有限换热能力)进行了研究。
实际换热器出口冷热流体存在有限温差,堆芯铅铋合金温度高于理想换热器的情况,此时三个回路在温熵图上的温度差别比理想换热器时大,通过求解该温差,获得了不同工况下工质有限热容流率、换热器有限传热系数以及有限换热面积对系统性能影响程度的统一表达式。
由于换热器冷热流体之间的相互作用,恒壁温与恒热流边界条件下单流道对流换热的Nu数无量纲关联式不能完全适用于换热器,本文对此提出了一种求解Nu数的新方法,即温度场匹配法,提出依据如下：接触面上,冷热流体的温度场必然连续且热流相等,因此冷热流体的温度场存在内在的对应关系。
加速器驱动次临界堆(ADS)核燃料制备前期研究的开题报告一、研究背景及意义核能作为一种清洁、高效的能源形式，对于人类的经济发展和生态环境保护都起到了重要的作用。
但与此同时，核能相关设施的安全性和保障能力也是至关重要的，任何一方面的疏漏都可能带来不可逆转的后果。
因此，核能科学技术的发展必须要求高安全性和可持续发展。
目前，瑞典基于加速器驱动次临界堆（ADS）的核垃圾处理技术已经得到了一定的成功，ADS理论的研究和实验应用都取得了很好的进展。
但是，在ADS的核燃料制备技术方面还存在很多问题亟待解决，包括核燃料的制备、成分优化、工艺设计等等。
因此，对于ADS核燃料制备前期研究进行深入的探究，对于推进核能科技的发展，提升核设施的安全稳定运行均有重要意义。
二、研究目的及内容本研究的主要目的在于对加速器驱动次临界堆（ADS）核燃料制备前期进行探究和研究，寻找出更为优化的核燃料制备工艺和成分，提高核燃料的稳定性和安全性。
具体内容如下：1. 对于ADS核燃料制备现状和存在问题进行分析和总结。
2. 对于核燃料的成分和材料特性进行研究和探讨，以寻找出更为安全、稳定的核燃料成分。
3. 对于核燃料的制备工艺进行深入的研究和探究，以提高核燃料的质量和稳定性。
4. 对于核燃料的后续处理和使用情况进行预测和展望，为ADS核能技术的发展提供支持。
三、研究方法本研究将采用理论分析与实验验证相结合的方法。
具体包括：1. 对于ADS核燃料制备工艺的现状和存在问题进行文献调研和综述。
2. 对于核燃料的成分和特性进行实验和测试，以得出更为准确的数据支持。
3. 对于核燃料的制备工艺进行优化和改进的实验和研究，以提高核燃料的稳定性和质量。
四、研究预期结果通过本研究，预期得出以下几点结果：1. 对于ADS核燃料制备的现状和存在问题得出深入的分析和总结，为后续研究提供参考。
2. 对于核燃料的成分和特性进行深入的探究和研究，得出更为优化的核燃料成分方案。
加速器驱动次临界堆芯中子学程序开发周生诚;吴宏春;曹良志;郑友琦【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2013(000)0z2【摘要】加速器驱动的次临界系统（ADS ）由于外中子源的存在导致堆芯中子通量密度分布强烈的各向异性，须采用中子输运方法进行计算。
采用蒙特卡罗输运耦合燃耗方法进行设计计算效率很低，而传统反应堆两步法中堆芯计算采用中子扩散方法，对ADS并不适用。
为此，开发了两步法堆芯确定论输运的次临界系统中子学分析程序，第1步组件计算采用超细群共振组件程序，产生堆芯计算所需的少群均匀化参数；第2步堆芯计算采用三维三角形离散坐标节块输运程序DN T R进行中子学计算，堆芯燃耗采用微观燃耗的方法进行计算。
通过对多栅元燃耗、BN600基准题以及ADS均匀装料模型计算检验，表明该程序具有良好的计算精度和计算效率。
【总页数】5页(P458-462)【作者】周生诚;吴宏春;曹良志;郑友琦【作者单位】西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049;西安交通大学核科学与技术学院，陕西西安 710049【正文语种】中文【中图分类】TL329.2【相关文献】1.加速器驱动次临界钍焚烧堆初步中子学设计与分析 [J], 李原野;王明煌;廉超;蒋洁琼2.加速器驱动核废料嬗变次临界堆中子学初步设计分析 [J], 陈忠;蒋洁琼;王明煌;曾勤;柏云清;吴宜灿;FDS团队3.加速器驱动次临界产氚反应堆ADS-T中子学初步设计与分析 [J], 袁宝新;王明煌;蒋洁琼;汪卫华;吴宜灿;FDS团队4.加速器驱动的次临界系统快堆次锕系核素非均匀布置堆芯的中子学研究 [J], 韩嵩;杨永伟5.加速器驱动次临界系统的中高能质子轰击厚靶中子学实验研究 [J], 郭士伦;万俊生;等因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
加速器驱动洁净核能系统中的燃耗行为分析
樊胜;赵志祥;丁大钊
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2001(035)001
【摘要】研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。
分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。
从快堆和热堆的比较可知，ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对
反应堆反应性和能量增益影响小等优点。
这些优点在利用U-Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。
对于利用Th-U燃料循环的次临界堆，热堆和快堆都是可以工作的；而对于U-Pu燃料循环的系统，快堆则是较好的选择。
【总页数】6页(P73-78)
【作者】樊胜;赵志祥;丁大钊
【作者单位】北京大学技术物理系，北京 100871;中国原子能科学研究院核物理
研究所，北京 102413;中国原子能科学研究院核物理研究所，北京 102413
【正文语种】中文
【中图分类】TL411+.1
【相关文献】
1.强流加速器驱动的洁净核能系统中的一个关键问题--束晕-混沌的物理机制及控
制对策 [J], 方锦清
2.固体径迹探测器在加速器驱动洁净核能系统中的应用 [J], 史永谦;李义国;夏普;
罗璋琳
3.加速器驱动洁净核能系统散裂靶辐射损伤研究Ⅱ.气体产生 [J], 樊胜;叶沿林;陈陶;应军;赵志祥
4.加速器驱动洁净核能系统中的核素平衡条件 [J], 樊胜;赵志祥;丁大钊
5.固体径迹探测器在加速器驱动洁净核能系统中的应用 [J], 史永谦;李义国;夏普;罗璋琳;;
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加速器驱动的次临界系统的燃耗分析计算和堆芯优化设计王育威;杨永伟;崔鹏飞【摘要】The premise of the accelerator driven sub-critical system (ADS) in the accident is still subcritical, the biggest keff change with burn time is less than 1.5 ％ and the cladding material, HT9 steel, can withstand the maximum radiation damage, core fuel area is divided into fuel transmutation area and fuel multiplication area, and fuel transmutation area maintains the same fuel composition in the whole process. Through the analysis of the composition of the fuel, shape of core layout and the power distribution,etc. , supposed outer and inner Pu enrichment ratio range of 1.0-1.5, then the fuel components of fuel multiplication area was adjusted. Time evolution of keff was calculated by COUPLED2 which coupled with MCNP and ORIGEN. At the same time the power peaking factors, minoractinides transmutation rate desired to maximization and burnup were considered. A sub-critical system fitting for engineering practice was established.%以加速器驱动的次临界系统(ADS)在事故情况下仍处于次临界、keff随燃耗时间变化的最大范围不超过1.5%和包壳材料HT9钢可承受的最大辐照损伤的前提下,将堆芯燃料区分为嬗变区和增殖区,并将整个过程保持嬗变区的燃料成分不变.通过对ADS燃料的组成成分、堆芯布置和堆芯功率分布等方面的研究,在Pu的外层富集度与内层富集度之比为1.0～1.5范围内,调整增殖区的燃料成分,并利用MCNP和ORIGEN耦合的COUPLED2程序计算keff随燃耗时间的变化.同时,综合考虑功率展平、次锕系核素的嬗变率和燃耗深度等因素,建立1套符合工程实际的次临界系统.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2011(045)006【总页数】5页(P700-704)【关键词】keff;嬗变;燃耗【作者】王育威;杨永伟;崔鹏飞【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TL329随着核电事业的快速发展,乏燃料的后处理成为核能领域备受关注的话题。
另外,由于快堆技术在工程上的逐步完善和人们对裂变产物和锕系核素强放射性的关注,以及对提高铀资源利用率的需要,加速器驱动的次临界系统(ADS)成为国际核能界研究的热点。
作为一个新型的工程概念,ADS的安全性、燃耗分析和堆芯优化设计显得格外重要。
本工作在确保事故下最大keff小于1的前提下,对初始装料的燃料组成成分和堆芯布置进行优化,使ADS更具工程应用价值。
1 ADS堆芯的初步设计ADS次临界堆芯是核燃料增殖、核废物嬗变、能量产生的场所。
为使研究对象更具有工程可实现性,本工作主要参考超凤凰堆[1]的堆芯几何设计,将堆芯燃料区分为外围的增殖区和内部的嬗变区,如图1a所示。
组件示意图示于图1b。
图1 轴向中平面处的堆芯(a)和燃料组件(b)布局Fig.1 Core(a)and fuelassemble(b)layout in axial mid-plane在嬗变区内,嬗变核素(MA)采用燃耗深度为35 GW◦d/t、经5 a冷却的压水堆卸料,内、外区燃料形式分别选用(U,Pu)O1.98-5%MA和(U,Pu)O1.98的氧化物燃料,各同位素的质量分数列于表1。
综合国内外快堆普遍使用的材料和尺寸,主要设计参数的选择列于表2。
另外,在散裂靶的选取方面,采用圆柱形铅铋共熔体(LBE)作为靶材料,靶壁厚为0.5 cm,由HT9不锈钢组成,靶的半径 Rt=2Pa/31/2,其中,Pa为两组件中心之间的距离。
这样,靶壁的侧面与组件六棱柱的棱角接触,固定住靶,防止靶在冷却剂流动过程中左右晃动。
2 堆芯的燃耗计算分析2.1 计算程序采用 COUPLE2程序(清华大学自行开发,耦合了MCNPX2.1.5与ORIGEN2程序)对ADS堆芯进行燃耗计算。
MCNPX2.1.5应用瑞典皇家工学院根据ENDF6.8用NJOY99处理而得到的 6个不同温度(300、600、900、1 200、1 500和1 800 K)下的点态连续能谱核数据库MCB-ENDF/B6.8来进行计算,并在计算中假定反射层、冷却剂和靶区的温度为600 K,堆芯氧化物燃料的平均温度为1 200 K。
表1 燃料中同位素的组成Table 1 Compositions of heavy isotopes in fuel同位素质量分数/% 同位素质量分数/%U 235U 0.25 M A 237Np 49.1 238U 99.75 241Am 30.01 Pu 238Pu 2 242Am 0.08 239Pu 58 243Am 15.5 240Pu 26 243Cm 0.05 241Pu 10 244Cm 5.0 242Pu 4 245Cm 0.26表2 堆芯设计参数Table 2 Parameters of core design钠冷ADS参数量值反应堆热功率,MW 800加速器质子能量,GeV 1燃料棒棒直径,mm 8.3包壳厚度,mm 0.4栅距与直径比 1.48[2]活性长度,cm 100内区燃料 (U,Pu)O1.98-5%MA外区燃料 (U,Pu)O1.98冷却剂材料 Na结构材料 HT9钢燃料组件组件栅距,cm 16.336组件中燃料棒数 169内/外区组件数 84/1262.2 计算方法及结果分析本工作先用MCNPX2.1.5程序描述入射质子与靶发生散裂反应后,用写面源卡SSW记录穿过靶侧面和上、下表面的粒子行为。
再通过重命名的方式将MCNPX2.1.5的SSW变为COUPLE2中MCNP的外源,即读面源卡SSR。
这样就自动连接了从质子轰击靶反应到堆芯中子增殖这一整个过程,同时,定义质子效率ψ为在次临界系统中平均1个源质子产生的裂变中子的个数[3]:其中:Nf为每一代产生的裂变中子数;Np为每一代入射的质子数;keff为次临界堆的有效增殖因数。
由于SSW和 SSR的使用,使 Nf/Np在MCNP输出结果中直接得到。
这样,质子效率就直接与加速器的电流和功率相联系:其中:Pacc为加速器功率,MW;Ep为入射质子能量,GeV;ip为质子的流强,mA;Ef为平均每次裂变释放的能量;ν为平均每次裂变放出的中子个数,取值来自于MCNP的输出统计;Pf为堆芯功率。
在反应堆设计中要求尽可能增大卸料燃耗,但同时要求降低堆芯燃耗周期中的反应性损失,本工作将反应性变化1.5%作为衡量反应性变化大小的一个量度。
在燃耗计算过程中,假定嬗变区燃料固定为(U,Pu)O1.98-5%MA(MA的重量占整个重核的5%),其中,Pu的富集度为15.5%。
根据国际上习惯使用的Pu的外层富集度与内层富集度之比为1.0～1.5的标准,改变增殖区Pu的富集度,其keff随燃耗时间的变化如图2所示。
可见,随Pu富集度的降低,即238U的相对含量增加,更多的238U转化为239Pu用来补充随燃耗加深所损失的keff,但Pu富集度的减小也降低了初始的keff,鉴于以上分析,在符合Pu的外、内区富集度之比为1.0～1.5的前提下,降低Pu的富集度,同时使组件燃料棒由169根增加为217根,用来提高初始keff。
同时,考虑到功率的展平,使活性区尽可能接近于圆柱体,以消除图1a六棱柱活性区棱角处的相对功率过低。
改进后的堆芯如图3所示。
图 2 不同Pu富集度下 keff随燃耗时间的变化Fig.2 Time evolution of keff under different Pu enrichmentskeff的变化是次临界堆芯的一重要指标,图4示出不同燃料下keff随燃耗时间的变化。
可见,500 d内keff的变化小于1.5%。
同时,根据文献[4]对快堆研究得到的HT9钢的辐照损伤性质,其辐照峰值限制为快中子积分注量不大于2×1023cm-2。
在考虑换料方面,实行分区换料,增殖区采用包壳最大快中子积分注量不大于2×1023cm-2作为燃耗深度的主要限制条件。
而嬗变区除考虑包壳的最大辐射损伤外,还必须考虑 keff变化小于 1.5%。
通过对COUPLED2的结果统计,得出500 d嬗变区燃耗深度为48.47 GW◦d/tHM,卸料最大快中子积分注量为1.32×1023cm-2。
从图4可知,调整燃料可明显降低keff随燃耗时间的变化,延长嬗变区的燃耗深度。
在这里选择运行时间为500 d作为分区换料的起始点。
图3 改进后轴向中平面处的堆芯布局Fig.3 Improved core layout in axial mid-plane图4 不同燃料下keff随燃耗时间的变化Fig.4 Time evolution of kefffor different fuels◆——改进后堆芯,Pu的富集度在内区为15.5%,在外区为16.0%;■——改进前堆芯,与OECD报告中[4]的燃料相同,Pu的富集度在内区为15.5%,在外区为19.0%在堆芯功率分布方面,除堆芯改进外,还要求外、内区Pu富集度之比大于1.0,使239Pu更多地布置在外区,尽可能使堆芯径向功率分布有所展平。
ADS的安全性与多普勒效应、空泡效应和缓发中子份额直接相关。
一般用下式来定义反应性的多普勒效应[4]:另外,这里所应用的连续能谱核数据库MCB-ENDF/B6.8具有缓发中子能谱,而MCNP5可直接得到堆芯的缓发中子份额。
